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報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成26年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 原 朗*; et al.

JAEA-Technology 2016-002, 195 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2016-002.pdf:46.3MB
JAEA-Technology-2016-002-appendix(CD-ROM).zip:16.11MB

瑞浪超深地層研究所計画における平成26年度の工学技術に関する検討5「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の研究の一環として、将来実施が計画されている冠水坑道を地下水で満たす試験に必要となる止水壁他の検討を行った。具体的には、(1)止水壁の機能, 構造, 材料, 施工及び品質管理方法等の検討、(2)冠水坑道を地下水で満たす試験時の止水壁周辺岩盤への影響の解析的予測、を実施した。その結果、予測される最大水圧,温度応力及び地震力に対する岩盤を含む構造安全性、漏水抑制、冠水坑道へのアクセス確保及び計測ケーブルの貫通等の要求を満足する止水壁等の仕様を決定するとともに止水壁設置後の冠水による止水壁周辺岩盤の挙動に関する予察的な知見を得た。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討(平成25年度); 掘削影響の修復・軽減技術の開発(委託研究)

深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 戸田 亜希子*; et al.

JAEA-Technology 2014-040, 199 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-040.pdf:37.2MB

超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および、(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心として進めてきた。本研究は、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の一貫として、深度500m研究アクセス北坑道における再冠水試験のための止水壁に関する検討を実施した。具体的には、止水壁やプラグに関する国内外の文献調査を実施し、この結果を基に、設計条件の検討、解析による止水壁躯体の設計と岩盤安定性の評価、主な部材の材料選定、止水グラウトの検討などを実施した。

報告書

瑞浪超深地層研究所における工学技術に関する検討; 平成24年度(委託研究)

深谷 正明*; 納多 勝*; 畑 浩二*; 竹田 宣典*; 秋好 賢治*; 石関 嘉一*; 金田 勉*; 佐藤 伸*; 柴田 千穂子*; 上田 正*; et al.

JAEA-Technology 2014-019, 495 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-019.pdf:82.23MB

超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、これら4項目の工学技術研究として、深度500mまでの研究坑道の施工によって取得された計測データを用いて、設計の妥当性の検討や施工管理のための計測結果の分析と課題の抽出、パイロットボーリングから得られた情報の有効性に関する評価を行うとともに、研究坑道掘削工事で適用される技術の抽出と有効性評価を実施し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。

論文

真空容器内液体金属への水注入時の挙動観察

柴田 猛順; 鈴木 美寿*; 上田 浩二; 村田 雅人*; 小塙 章*; 有澤 孝

真空, 31(5), p.559 - 561, 1988/00

蒸着装置等で真空容器内に高温の液体金属の入ったるつぼを使うが、るつぼ周囲の冷却のため冷却水配管がるつぼ付近を走ることが多い。このため冷却パイプが破損して水と液体金属が接触して蒸気爆発を起こす可能性がある。蒸気爆発は、軽水炉の事故時解析のためなどに以前から調べられているが、真空中での蒸気爆発の実験例はほとんどない。ここでは、真空容器内の液体鉛および液体アルミニウムに水を注入し、鉛では真空中でも蒸気爆発が起こること、アルミニウムでは蒸気爆発が起きにくいことを観察し、その反応の程度、金属の微粒子化、圧力上昇等を記録し、考察を加えた。

口頭

再処理施設における放射性物質の移行挙動に関する研究,8; コールド工学試験

阿部 仁; 真崎 智郎; 渡邉 浩二; 鈴木 慎也; 田代 信介; 天野 祐希; 山根 祐一; 吉田 一雄; 内山 軍蔵; 上田 吉徳*; et al.

no journal, , 

再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発・乾固事故時の放射性物質の放出・移行特性を検討してきた。揮発性の観点からRuは公衆への影響評価上で重要な元素である。気相部の温度や雰囲気組成を一定の条件で制御できる試験装置を用いて、高レベル濃縮廃液・乾固物から気相へ移行する際にRuがとる化学形と考えられるRuO$$_{4}$$の移行経路での移行挙動データを取得した。その結果、再処理特有の気相条件(硝酸蒸気共存)下では、RuO$$_{4}$$は気相中での熱分解やガラス壁面への沈着を経ず気相中を移行することがわかった。

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